R&D of prediction system for tritium transport in pebble bed breeder blanket

微小球充填方式増殖ブランケット内のトリチウム輸送における予測システムの工学的研究

関 洋治; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男

Seki, Yohji; Hirose, Takanori; Tanigawa, Hisashi; Enoeda, Mikio

ITERに実装されるテストブランケットモジュールでは、核融合環境下において総合的な機械試験が実施される。固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールが日本の主要な選択肢とされ、研究開発が進展している。ITERにおいて機械試験を実施する前に、テストブランケットモジュール内の機能を予測する解析ツールを開発し、発展させることが必要である。特に、トリチウムの生成と回収の予測手法の確立と解析ツールの開発は、最重要課題である。さらに、増殖材充填体内を通過するヘリウムパージガスの予測手法を確立し構築することは、テストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において重要である。そこで、本研究では、増殖材微小球充填体内のヘリウムパージガスにより輸送されるトリチウムの流動挙動の把握を目的として、数値シミュレーションを実施した。数値シミュレーションの結果では、増殖材充填体内の流路位置にトリチウム濃度分布が依存し、特に出口の壁近傍でトリチウム濃度が最大であることを定量的に示した。

Development of test blanket module (TBM) with a water cooled solid breeder is being performed as the primary candidate of ITER-TBM of Japan. Prior to the installation of each TBM, it is necessary to develop the capability of the prediction analyses of all essential functions of the blanket to validate the analyses tools by the TBM. Especially the prediction tool of tritium concentration in the blanket system is one of the most important issues to control tritium recovery. From this view point, this paper discusses the flow phenomena and the tritium transport of the helium purge gas in the pebble bed. By prediction of purge gas flow using a numerical simulation, the result indicates tritium concentration depended on the position of the breeder layer. Namely, the large concentration still remains near the wall with approaching to an outlet.